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作者

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  • 500 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计核反应堆系统设计技术国家级重点实验室"
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孔板对载流管道中流致振动的影响分析
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 132-135,144页
作者: 刘向红 罗毓珊 王海军 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041 西安交通大学多相流国家重点实验室 西安710049
以核电厂反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)传水管后管线所产生的振动问题为背景,根据工程实际参数,在不同流量、背压相同条件下,开展孔板单个局部阻力件诱发流体扰动产生的脉动压力激励和管道振动的试验。对管线的流场和压力场进... 详细信息
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控氮304不锈钢热变形过程中的动态再结晶行为研究
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西安交通大学学报 2021年 第3期55卷 145-154页
作者: 任伟 吴冰洁 邱阳 王晓童 李梅娥 西安交通大学金属材料强度国家重点实验室 西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610200
为优化控氮304不锈钢热成型的工艺,深入分析了其在热变形过程中的动态再结晶行为并建立了完整的数学模型。通过热压缩实验获得了16组不同温度、不同应变速率下的流动应力曲线,采用二次求导法确定了发生动态再结晶的临界应力σc、饱和应... 详细信息
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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证
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核科学与工程 2017年 第2期37卷 287-292页
作者: 孔翔程 邹志强 武铃珺 蒋孝蔚 张航 李翔 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610213
核电站建造于地下,反应堆厂房洞外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 详细信息
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多光束变光斑激光定向能量沉积工艺及分析模型
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机械工程学报 2023年 第9期59卷 285-297页
作者: 黄胜 李涤尘 张晓宇 崔滨 李青宇 张安峰 西安交通大学机械制造系统工程国家重点实验室 西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
为了兼顾成形效率与精度,提出多光束变光斑激光定向能量沉积技术。研发了多光束变光斑激光熔覆头,该熔覆头采用3个激光输出头设计,输出的激光束在焦点处汇聚,每束激光束具有不同直径。开发了变光斑控制模块,通过控制3个激光束的不同组合... 详细信息
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磁流变液响应时间检测方法及装置研究
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仪器仪表学报 2023年 第11期44卷 290-299页
作者: 李佩 卢川 尹剑飞 周威 谢磊 重庆大学光电技术及系统教育部重点实验室 重庆400044 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610213 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室 长沙410073
磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息
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三角形排列的紧密栅元棒束内流动行为的数值模拟
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核动力工程 2009年 第S1期30卷 1-5页
作者: 于意奇 杨燕华 顾汉洋 程旭 宋小明 王小军 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041 中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室 成都610041
对三角形排列紧密栅元通道内的空气湍流流动进行了数值研究,系统考察了涡粘性和雷诺应力两类湍流模型模拟紧密栅元通道内流动特征的适用性。结果表明:SSG雷诺应力模型对流动有较好的模拟,这说明湍流各项异性的模拟在紧密栅元中十分重要... 详细信息
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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 641-644页
作者: 郑斌 孙英学 臧峰刚 卢岳川 杨宇 郑连纲 邹鸣中 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610041
某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 详细信息
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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 645-647页
作者: 郑连纲 杨宇 臧峰刚 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610041
反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生... 详细信息
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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 618-621页
作者: 臧峰刚 王伟 刘文进 张毅雄 曾忠秀 杨凯 邹鸣中 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610041
根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对... 详细信息
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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
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原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 652-655页
作者: 杜娟 孙英学 卢岳川 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610041
本文以百万千瓦核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 详细信息
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